keV能区中子注量率测量初级标准装置研制

由于大多数中子探测器在keV能区处于共振能区,截面数据无法精确已知,无法作为中子注量率测量初级标准装置。⁶Li在keV能区的截面精确已知,本文以此设计了一种包含⁶LiF转换体的硅半导体探测器系统（LiF-SSD探测器）,建立了keV能区中子参考辐射场中子注量率测量初级标准装置。利用SRIM和TRIM程序估算了LiF-SSD探测器的计数率;基于Geant4开发了探测器响应计算程序,给出了中子能量为27.4 keV的探测器脉冲幅度计算谱;利用⁴⁵Sc(p,n)-⁴⁵Ti反应,测量了27.4 keV中子能量点的探测器脉冲幅度谱,测量结果与理论计算谱符合较好。     

0.5keV～40keV能区加速器单能中子注量率测量方法的调研

调研keV能区单能中子的获得方法时,发现在加速器上利用反应45Sc(p,n)46Ti的共振峰可获得0.5keV～40keV能区比较理想的单能中子.对德国的Cosack、英国的David、日本的Baba等人利用加速器获得该能区单能中子及其测量中子注量率的方法进行了比较和详细分析,并做了相关计算.明确了实验过程中应注意的事项及一些优化措施.     

15 MeV电子束驱动中子源靶站模拟分析

电子轰击金属靶产生的中子源,可用于核素反应截面测量实验。为利用7.5 kW、15 MeV电子加速器作为驱动加速器,产生适用于核数据测量实验的中子源,相应开展了该功率下的中子靶站设计。研究中,依据蒙特卡罗程序MCNPX模拟计算的中子源数据,分析优化靶站结构;计算得到靶体能量沉积,导入商用CFD软件CFX中作为热源,模拟分析靶体对流传热性质,优化冷却通道模型,安全实现中子靶站冷却。本研究模拟设计的靶站,能产生强度为10¹²s^-1量级的中子源。     

γ全吸收型探测装置探测效率的实验与模拟

为精确测量keV能区中子俘获反应截面,中国原子能科学研究院核数据重点实验室基于中国散裂中子源反角白光中子源建成了国内首套γ全吸收型BaF₂探测装置。为获得重要的实验参数装置对γ射线的探测效率曲线,对单个BaF₂探测器模块能谱的测量数据与模拟结果进行比较。结果表明,测量¹³⁷Cs和⁶⁰Co源得到的实验结果与MCNP和GEANT4的模拟结果吻合较好,验证了模拟计算得到的探测效率曲线的可靠性,可用于中子俘获反应截面的在线测量。     

T(d,n)4He强流中子发生器的中子能谱和角分布模拟计算

采用将厚靶分割成薄靶的方法对厚氚钛靶、260keV氘束流能量条件下T(d,n)⁴He反应中子源的能谱和角分布进行计算。以分割法计算得到的能谱和角分布数据为基础,建立了D-T中子源Monte-Carlo模拟抽样模型,在考虑中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP程序对兰州大学3×10¹²s^-1强流中子发生器260keV氘束流能量下的中子能谱和角分布进行了模拟,给出了模拟结果。为检验模拟结果的可靠性,与实验测量能谱进行了比较,Monte-Carlo模拟谱和实验测量谱基本符合。     

中子俘获反应截面在线测量技术研究

利用γ全吸收型4π BaF₂探测装置,对中子俘获反应截面进行了在线测量。基于HI-13串列加速器提供的脉冲化质子束,通过⁷Li(p,n) ⁷Be反应产生中子,构建了keV能区中子源实验条件,经屏蔽准直后的中子轰击样品,应用4π BaF₂装置在线测量(n,γ)反应复合核退激时释放的瞬发γ射线级联,测量了Au、C、Nb、空白等样品。通过计算⁹³Nb(n,γ)⁹⁴Nb和¹⁹⁷Au(n,γ)¹⁹⁸Au两个反应的截面数据比值并与文献数据比对,检验了4π BaF₂探测装置和(n,γ)反应截面在线测量技术,为在中国散裂中子源（CSNS）上顺利开展(n,γ)反应截面数据测量工作提供了技术支持。     

AB-BNCT中子靶物理设计分析

质子加速器适用于为硼中子俘获治疗提供中子源,其中子源强及能谱较反应堆中子源更具可调性。中子靶物理计算分析是加速器中子源设计的基础,为其提供粒子能量、流强等参数需求分析,并为靶体结构尺寸设计、中子慢化和屏蔽分析等提供前端参数。本文利用MCNPX蒙特卡罗程序,通过对质子打靶的中子产额和能谱、靶体能量沉积、打靶后靶材放射性活度和中子出射空间角分布等进行研究,提出能量2.5 MeV质子轰击100～200 μm锂靶的设计,并用模拟计算数据论证其合理性。该设计中子源在1 mA流强质子轰击下,源强可达9.74×10¹¹ s^-1;拟设计15 mA、2.5 MeV质子束产生的中子源,在治疗过程中靶材放射性活度累积最大值约为1.44×10¹³ Bq。     

TMSR白光中子源能量分辨率函数的模拟研究

白光中子源及飞行时间谱仪的能量分辨率函数描述了谱仪装置测量中子能量的分辨率与所测中子的能量之间的函数关系。能量分辨率函数用于中子共振截面测量实验数据分析，对确定共振峰参数至关重要。本工作利用Geant4蒙特卡罗工具包构建了TMSR白光中子源的中子产生靶系统模型，模拟了中子在靶系统内由产生到溢出靶系统的整个物理过程，获得了不同能群中子从产生到溢出的时间分布。基于RPI能量分辨率函数形式，对时间分布进行拟合分析，获得了一套合适的参数，用于确定TMSR白光中子源飞行时间谱仪的中子能量分辨率函数。     

用于CSNS反角白光中子源的双屏栅电离室设计及性能研究

为测量中国散裂中子源（China Spallation Neutron Source, CSNS）反角白光中子源150 keV以下能区飞行时间法中子能谱,研制基于¹⁰B(n, α)⁷Li和⁶Li(n, t)α核反应的双屏栅电离室,采用薄窗和薄底衬的结构设计。通过Garfield++、SRIM和Simcenter Magnet Electric程序对屏栅电离室的工作气体、极间距和电场分布等工作参数进行模拟设计,并采用α源及CF₄、P10、90%Ar-10%CO₂三种气体对电离室进行性能参数测试。结果表明,选定电子漂移速度快、扩散系数小,以及阻止本领大的CF4作为CSNS/Back-n束上测试工作气体,阴极-栅极和栅极-阳极间距分别为20 mm和5 mm。屏栅电离室收集区74 mm范围内是电场均匀区,场强的相对偏差≤0.03%;性能测试结果表明,工作气体为CF₄时,电离室对²³⁹Pu/²⁴¹Am/²⁴⁴Cm混合α面源具有很好的能量分辨,最佳能量分辨率为2.4%@5.48 MeV。对比平板型电离室和硅微条探测器的测量结果,验证了本工作研制的屏栅型电离室的能量分辨优势。     

同位素中子源参考辐射能谱测量及模拟中子谱分析

不同成分中子参考辐射场是对中子防护材料性能测试的基本条件。为获得较理想的测试中子防护材料的中子参考辐射场,构建基于³He正比计数管的多球中子能谱测量系统,对基于²⁴¹Am-Be和²⁵²Cf中子源的中子辐射场慢化情况进行MCNP模拟和能谱实验测量。为准确判断实验室校准参考位置的中子散射情况,基于多球中子能谱测量系统,开展了中子散射成分测量。采用ICRP推荐的注量-剂量转换系数对能谱进行了剂量率转化,与使用长计数器的测量结果进行比较,发现在校准参考位置的剂量率相对偏差≤20%。开展了聚乙烯慢化同位素中子源获得特定能谱的实验研究,进行了慢化谱的模拟计算和实验测量,两者结果符合较好。该工作为后续的中子计量测试和中子防护材料测试提供了可用的中子参考辐射场。     

兰州大学的中子发生器研制及应用展望

1988年兰州大学成功研制了3×10¹² s^-1的ZF-300强流中子发生器,主要用于核数据测量、材料辐照损伤等研究。为进一步开展活化法中子核数据测量、裂变物理等研究,兰州大学启动了基于倍压加速器的ZF-400强流中子发生器研制工程,该中子发生器的设计指标为D束流能量400 keV、D束流强度大于30 mA、D-D中子产额大于5×10¹⁰ s^-1,D-T中子产额大于5×10¹² s^-1。在裂变物理研究方面,已成功发展了描述裂变核断点裂变势的势驱动模型（potential-driving model）,并开展了中子诱发典型锕系核素裂变发射中子前裂变产物的质量分布计算研究;将potential-driving model植入Geant4程序,发展了用于裂变发射中子后裂变产物质量分布、动能分布、裂变中子能谱等模拟的蒙特卡罗方法,并开展了可靠性评估研究;研制了一套用于裂变产物实验测量的双屏栅电离室（TFGIC）,并完成了初步实验测试。在中子应用技术方面,为满足小型化中子应用技术系统的研发需求,兰州大学成功研制了长度984 mm、直径234 mm的紧凑型中子发生器,通过在引出加速电极和靶之间加电阻的方式产生偏置电场,实现对靶上二次电子的抑制。在自注入靶条件和150 keV氘束流能量下,D-D中子产额可大于5×10⁸ s^-1,该中子发生器已具备产生D-T中子产额大于10¹⁰ s^-1量级的潜力。完成了基于紧凑型D-T中子发生器的快中子准直屏蔽体的设计,并研发了基于微通道板的快中子成像探测器,初步D-T快中成像测试显示,图像空间分辨率约为500 μm。开展了基于紧凑型D-D中子发生器的核燃料棒²³⁵U富集度及均匀性检测系统研发,仿真研究表明,在D-D中子产额5×10⁸ s^-1条件下,对核燃料棒中10%范围内的²³⁵U富集度相对变化的检测置信度可达到99%。     

中子能谱对压水堆慢化剂温度系数的影响分析

在压水堆中,水铀比和²³⁵U富集度是影响中子能谱分布的重要参数。本工作在不同水铀比、²³⁵U富集度下分析两群中子能谱随燃耗的变化。利用中子能谱分布对慢化剂温度系数的变化进行分析,结果表明：在给定²³⁵U富集度条件下,随着水铀比的变化,堆芯存在一慢化剂温度系数绝对值最大值;²³⁵U富集度的增加、燃耗的加深,不一定导致慢化剂温度系数绝对值增大。     

单球中子谱仪的能量响应模拟及解谱方法研究

本文阐述了单球中子谱仪的原理,介绍了基于单慢化球和19对⁶Li-⁷Li闪烁体探测器构成的单球中子谱仪的结构及解谱方法,使用蒙特卡罗中子输运程序模拟了单球中子谱仪的中子响应函数。计算结果表明,该谱仪具有较好的空间对称性,能根据谱仪中各探测器的计数对源的大致方位进行判断;模拟了单球谱仪在²⁴¹Am-Be源照射下各探测器的计数,使用Unfolding with Maxed and Gravel (UMG)解谱程序在不同解谱算法以及初始谱的情况下对模拟数据进行解谱计算,在使用最大熵散发以及与源项相同的预置谱的情况下,解谱结果最为准确,验证了响应函数的准确性。     

贫化铀球装置内的~(238)U(n,2n)反应率实验研究

采用两套不同尺寸的贫化铀球装置开展了装置内部的238 U(n,2n)反应率实验研究,利用PD-300加速器D-T中子源辐照实验装置,源强变化采用伴随粒子法监测,238 U圆片放置在实验装置的45°孔道内,分布在距中子源不同距离处,辐照结束后,采用HPGe探测器测量238 U圆片活化γ射线。实验结果与蒙特卡罗程序模拟计算结果进行了比较和分析。结果表明,238 U(n,2n)反应率实验结果与模拟计算值较吻合,238 U(n,2n)反应率随球体半径r的增加,近似服从e-ar/r2分布规律。     

Prediction of (n,3He) cross-sections around 14 MeV

A comprehensive review of the neutron-induced cross-sections for (n,³He) reactions has been made for the interval of 14⩽Z⩽84 around 14 MeV neutron energy. For practical purposes, an empirical expression has been found by using the experimental (n,³ He) cross section values as a function of (N-Z) and (E_n-E_th) where (N-Z) is the neutron excess of the target nucleus, E_n and E_th are the incident neutron energy and the (n,³He) threshold energy, respectively. The derived empirical relation gives a good fit with the experimental values     

利用12C+96Zr弹性散射角分布研究96Zr的中子皮

中子皮是原子核的关键物理参数之一,对非对称核物质状态方程有重要的约束作用。本工作主要利用¹²C+⁹⁶Zr弹性散射角分布研究⁹⁶Zr的中子皮,首先采用Woods-Saxon势,通过改变实部势参数得到与实验数据拟合最优的1组光学势参数,然后利用双折叠势模型（DFM）计算⁹⁶Zr在不同中子密度分布下与¹²C的相互作用势,通过比较两组相互作用势,找出与最佳光学势对应的⁹⁶Zr核的中子分布均方根半径,从而得到⁹⁶Zr的中子皮厚度为0.087 fm,此结果与其他研究结果在误差范围内符合很好。     

Establishment of Simulated Neutron Reference Radiation Field for Workplaces of Pressurized Water Reactor

A simulated neutron reference field for typical workplaces of the pressurized water reactor was established with 14.8 MeV neutrons from T(d,n)⁴He reaction and a neutron moderating and scattering assembly. The neutron energy spectrum and ambient dose equivalent were measured with the assembly in different material combinations. Two typical neutron ambient dose rate meters were calibrated in this field. Calibration factors were compared with the results from the radionuclide neutron reference field. The results show that the calibration factors from the radionuclide neutron reference field are larger than the simulated neutron reference field, and different for two types of meters due to their energy responses. By contrast, the simulated neutron reference field is more appropriate to calibrate neutron dose meters which are used in reactor workplaces.     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。